Шмелев Физические основы обезвреживания 2008

3.2.1.3.Затраты энергии на генерацию нейтронов

вмишени ЭЛЯУ

Поскольку использование электроядерного метода для генерации нейтронов рассматривается для нужд ядерной энергетической системы, будем исходить из того, что питание ускорителя осуществляется от атомного источника энергии. Это может быть либо энергия отдельной АЭС, либо энергия деления, вырабатываемая в подкритическом бланкете рассматриваемой ЭЛЯУ. Удобно при этом относить выход нейтронов из мишени на энергию одного деления, используемую для питания ускорителя, независимо от того, где это деление произошло. Тогда в расчете на это деление количество нейтронов, генерируемых в мишени ЭЛЯУ, бомбардируемой ускоренными протонами, можно оценить по следующей формуле:

где ip – удельная величина тока пучка ускорителя в расчете на энергию одного деления, используемую для его питания; ηac – КПД ускорителя, т.е. эффективность преобразования подводимой к ускорителю электроэнергии в энергию пучка заряженных частиц; ηth – КПД преобразования энергии деления в электрическую энергию; Ef – энергия деления (200 МэВ); Ep – энергия ускоренного протона.

Если принять, что Cn = 50 (свинцовая мишень), ηac = 50%, ηth =

=30%, Ep = 1,6 ГэВ, то получим, что Ssp = 0,9 нейтр./дел.

Вдальнейшем будем предполагать, что за счет безвозвратной утечки нейтронов и паразитного поглощения в конструкционных материалах, теплоносителе и замедлителе теряется около 10% генерируемых нейтронов. Что касается расхода нейтронов на обезвреживание радионуклидов – продуктов каскадного процесса в мишени, то этот вопрос в настоящее время только начинает изучаться, и поэтому в наших оценках эта статья расхода нейтронов не учитывается. Таким образом, будем предполагать, что количество

51

нейтронов, генерируемых в ЭЛЯУ для нужд трансмутации, составляет Sspтр = 0,8 нейтр./дел. Это – дополнительные нейтроны по от-

ношению к нейтронному балансу ядерной энергетической системы, которые могут использоваться для трансмутации долгоживущих РАО энергетических реакторов. Для того чтобы оценить вклад дополнительных нейтронов, необходимо учесть, что не все из них могут использоваться для трансмутации долгоживущих радионуклидов от коммерческих реакторов, так как при их получении использовалась энергия деления (для питания ускорителя) с сопутствующим появлением радионуклидов-продуктов деления. Если на трансмутацию долгоживущих радионуклидов – продуктов деления требуется ηтр нейтронов в расчете на одно деление, то количество делений в системе, используемых для коммерческих целей, может быть найдено из баланса между генерацией и расходом нейтронов:

ηтр N комf = (Sspтр −ηтр) N эляуf ,

где N комf – количество делений для коммерческих целей; N эляуf – количество делений для питания ускорителя.

Соотношение числа делений N эляуf / N комf (т.е. соотношение

мощностей в ядерной системе) в зависимости от требующегося расхода нейтронов на трансмутацию от одного деления приведено в табл. 3.2.

Таблица 3.2

Соотношение числа делений для поддержки ЭЛЯУ и для коммерческих целей

Из этой таблицы можно сделать важный вывод – при расходе нейтронов на трансмутацию долгоживущих радионуклидов ηтр = = 0,2–0,5 оказывается, что существенная доля делений в ядерной

52

системе, а значит, и существенная часть производимой энергии будет расходоваться не на коммерческие цели, а на обеспечение процесса обезвреживания долгоживущих РАО. Такое перераспределение в расходе энергии, вырабатываемой ядерной системой, не может не отразиться существенным образом на экономической эффективности ядерной энерготехнологии. В рассматриваемом балансе нейтронов для обеспечения трансмутационного процесса необходимо обеспечить достаточно высокую плотность потока нейтронов, чтобы трансмутация была эффективной.

3.2.1.4.ЭЛЯУ со слабоподкритическим бланкетом

Внастоящее время основное внимание исследователей обращено на ЭЛЯУ со слабоподкритическим бланкетом, окружающим мишень. В бланкете таких ЭЛЯУ предполагается помещать МА и, возможно, некоторое количество плутония для сжигания в концен-

трированном виде в более безопасных условиях (Kэф < 1), чем это можно осуществлять в ядерных реакторах. В этой связи отметим два обстоятельства.

Во-первых, использование слабоподкритического бланкета с хорошим размножением нейтронов позволяет снизить ток пучка ускорителя, т.е. ослабить требования к ускорительной части ЭЛЯУ.

Во-вторых, при сжигании МА будут высвобождаться нейтроны, которые, вообще говоря, можно использовать на цели трансмутации долгоживущих продуктов деления. Для этого вокруг слабоподкритического бланкета планируется размещать сборки с трансмутируемыми радионуклидами и замедляющий нейтроны материал для формирования предпочтительного спектра нейтронов и повышения сечения трансмутации.

Однако трудности создания нейтронного потока повышенной интенсивности для обеспечения эффективной трансмутации в ЭЛЯУ со слабоподкритическим бланкетом будут того же порядка, что и в критических реакторах.

В то же время использование бланкетов ЭЛЯУ, не содержащих делящихся материалов или с небольшим их содержанием, открывает принципиальную возможность формирования высокой плотности потока нейтронов, хотя и требует применения сильноточных ускорителей.

53

3.2.2. Управляемый термоядерный синтез как источник нейтронов для трансмутации

Управляемый термоядерный синтез (УТС) тяжелых изотопов водорода традиционно рассматривается как источник энергии с практически неисчерпаемой топливной базой. Исследования в области УТС, проводимые уже почти полвека, в настоящее время находятся на том рубеже, когда приближается момент получения интенсивной управляемой термоядерной реакции. Важная роль в этом принадлежит международному реактору-токамаку ITER (International Thermonuclear Experimental Reactor), рабочий проект которого был завершён в 1998 году. Однако вследствие чрезмерно высокой стоимости сооружения он был пересмотрен (1999 – 2001 гг.) и термоядерная мощность была уменьшена втрое (до 500 МВт). В 2005 году в соответствии с этим вариантом проекта было принято решение построить ITER в Кадараше (Франция).

На этой установке планируется продемонстрировать зажигание плазмы и получение термоядерной реакции в (dt)-смеси изотопов водорода с положительным энергетическим выходом. Причем эта реакция синтеза протекает в соответствии с уравнением

21d + 31 t → 42 He(3,5 МэВ) + 01 n(14,1 МэВ) ,

т.е. сопровождается появлением быстрого нейтрона, уносящего в бланкет около 80% выделяющейся энергии. Предполагается, что в реакторе-токамаке ITER будут достигнуты параметры плазмы, обеспечивающие ее устойчивое горение с положительным балансом по энергии. Однако для восполнения трития, выгорающего в плазме, требуется расходовать нейтроны на его наработку в бланкете, содержащим литий.

Наряду с (dt)-реакцией в перспективе рассматривается также и (dd)-реакция синтеза, которая протекает по двум каналам с приблизительно одинаковой вероятностью:

54

Здесь в среднем на две (dd)-реакции появляется один нейтрон и ядро трития, которое может вступить в (dt)-реакцию с генерацией еще одного нейтрона. Однако для зажигания (dd)-реакции требуется более высокая температура плазмы. В то же время в этом случае не требуется расходовать нейтроны на наработку трития.

Важным преимуществом термоядерного источника нейтронов является относительно малая величина энергии, выделяющейся в расчете на один нейтрон. Так, например, для (dt)-синтеза энергетический выход на одну реакцию, а значит, и на один термоядерный нейтрон составляет 17,6 МэВ, а для (dd)-реакции – 3,5 МэВ в среднем в расчете на один нейтрон. Для сравнения укажем, что в ядерных реакторах генерации одного избыточного нейтрона сопутствует выделение более сотни мегаэлектронвольт энергии.

Если речь идёт о технологической установке, основная цель которой – безопасное обезвреживание долгоживущих радионуклидов, то желательно, чтобы бланкет был энергетически ненапряженным,

ауровень температур – умеренный. Эти условия сильно отличаются от условий генерации энергии в активных зонах энергетических реакторов: достаточно высокая энергонапряженность (эффективное использование топлива) и высокие температуры (высокий коэффициент полезного действия). Поэтому ответ на вопрос о целесообразности совмещения в одной установке трансмутации и выработки полезной энергии не является простым и однозначным. Попутная генерация энергии в этом случае может оказаться отнюдь не благом, а «тяжелым бременем». В каждом отдельном случае требуется учитывать особенности этих технологий.

Для корректной оценки величины энергии, приходящейся на нейтрон, используемый в трансмутационном процессе, необходимо учитывать потребность в воспроизводстве трития для (dt)-реакции,

адля (dd)-реакции – учитывать сопутствующие (dt)- и (d3He)-реак- ции.

55

3.2.2.1. (dt)-синтез: оценка генерации нейтронов для трансмутации

Осуществление термоядерной (dt)-реакции предполагает, что восполнение сгорающего дейтерия (21d) не составляет проблемы, т.к. его запасы на нашей планете практически неисчерпаемы (0,014% в природной воде), а для воспроизводства радиоактивного трития - 31t (T1/2 = 12,3 года) предполагается использовать главным образом реакцию

63 Li + 01 n → 31 t + 42 He ,

(сечение этой реакции составляет 940 барн при En = 0,025 эВ). Поскольку в (dt)-реакции появляется один нейтрон, a на воспол-

нение сгорающего трития требуется тоже один нейтрон (на самом деле, несколько больше чем один, если учитывать потери трития в бланкете вследствие его распада и при выделении), то, учитывая неизбежные потери нейтронов в бланкете за счет паразитного поглощения и утечки, для самообеспечения необходимо предусмотреть дополнительное размножение получаемых термоядерных нейтронов. Энергия термоядерных нейтронов достаточно высока (14,1 МэВ), что выше порога (n,2n)-реакции. Поэтому такие нейтроны могут быть эффективно размножены. Для этого рассматривается использование Pb, Be и других материалов, способных размножать нейтроны. В табл. 3.3 приведен выход нейтронов Sdt с учетом их размножения в различных материалах в расчете на один первичный термоядерный нейтрон.

Таблица 3.3

Выход нейтронов за счет (n,2n)-реакции в различных материалах в расчете на один первичный термоядерный нейтрон (En = 14,1 МэВ)

56

Из этого числа нейтронов необходимо как минимум один нейтрон израсходовать на воспроизводство сгорающего трития. Принято считать, что с учетом потерь и радиоактивного распада требуется воспроизводить 1,06 ядра трития в расчете на одну (dt)- реакцию. Тогда величина выхода нейтронов с учетом размножения и за вычетом 1,06 нейтрона на воспроизводство трития может служить верхней оценкой потенциала (dt)-реакции по генерации нейтронов для трансмутации.

В реальности, конечно, необходимо будет учитывать потери нейтронов в бланкете и утечку из него. Строго говоря, необходимо также учитывать, что некоторое количество нейтронов придется расходовать на трансмутацию долгоживущих радионуклидов, которые появятся в результате активации материала бланкета. Соответствующим подбором материалов этот расход нейтронов может быть сделан относительно небольшим и в нашем рассмотрении учитываться не будет.

Принципиальная схема бланкета ТЯУ для трансмутации долгоживущих радионуклидов приведена на рис. 3.5.

Рис. 3.5. Принципиальная схема бланкета ТЯУ на основе (dt)-реакции синтеза для трансмутации долгоживущих радионуклидов

На этом рисунке видно, что первая стенка – это стенка камеры, внутри которой осуществляется термоядерная реакция. За первой стенкой располагается размножитель термоядерных нейтронов, которые используются в следующей зоне для трансмутации загруженных долгоживущих радионуклидов. Эта зона может содержать также и замедлитель для формирования смягченного спектра нейтронов, во многих случаях предпочтительного с точки зрения повышения эффективности трансмутации. Далее располагаются зоны,

57

где обеспечивается дальнейшее замедление нейтронов и воспроизводство трития. Снаружи располагается магнитная система, обеспечивающая удержание плазмы.

Толщина зоны размножителя выбирается таким образом, чтобы существенная часть термоядерных нейтронов провзаимодействовала с ядрами размножителя. Иными словами, чтобы утечка термоядерных нейтронов за зоной размножителя была небольшой, а полная утечка нейтронов из размножителя достигла насыщения

(рис. 3.6).

Рис. 3.6. Зависимость утечки термоядерных нейтронов и полной утечки нейтронов (в расчете на один нейтрон источника) от толщины слоя свинцового размножителя:

–при отсутствии первой стенки;

–первая стенка – Fe (толщина 2 см)

Видно, что при использовании свинцового размножителя толщиной 25–30 см более 90% термоядерных нейтронов провзаимодействовали с материалом размножителя, и полная утечка с его правой границы достигла насыщения. Здесь также показано, что учет первой стенки (Fe, толщина 2 см), расположенной перед размножителем, заметно ослабляет эффект размножения. Необходимо также учитывать паразитное поглощение нейтронов в конструкционных материалах, в замедлителе, теплоносителе и потери за счет

58

утечки. Поэтому величину генерации нейтронов на нужды трансмутации Sdtтр в бланкете термоядерной установки можно определить следующим образом (в расчете на одну (dt)-реакцию):

Sdtтр = Sdt − ∆тнc ,км,зам − L − ∆тритий ,

где ∆тнc ,км,зам – паразитное поглощение в теплоносителе, конструкционных материалах и замедлителе; L – потери нейтронов на утечку из системы; ∆тритий – расход нейтронов на воспроизводство три-

тия ( 1,06).

Оценки показывают, что для термоядерной установки типа ITER при толщине первой стенки 2 см (нержавеющая сталь) и использовании свинца (толщина 25 см) в качестве размножителя число размноженных нейтронов (на одну (dt)-реакцию) составит 1,50. Примем, что паразитное поглощение в теплоносителе, конструкционных материалах и замедлителе составляет 0,15. Тогда с учетом рас-

хода нейтронов на воспроизводство трития ∆тритий = 1,06, на нужды трансмутации может быть использовано Sdtтр ≈ 0,3 нейтрона на од-

ну (dt)-реакцию. Полная энергия (около 22 МэВ), которая выделяется в бланкете, складывается из энергии, образующейся в результате (dt)-реакции синтеза, расхода энергии на эндотермическую (n,2n)-реакцию размножения нейтронов и энергии, связанной с захватом нейтронов в бланкете.

Оценим, сколько нужно осуществлять (dt)-реакций по отношению к числу делений в ядерных реакторах для того, чтобы трансмутировать появляющиеся долгоживущие продукты деления. Это можно определить из балансного соотношения между генерацией нейтронов и их расходом на трансмутацию:

Sdtтр Ndt = ηтр N комf ,

где Ndt – число (dt)-реакций; N комf – число делений, энергия кото-

рых используется для коммерческих целей; ηтр – расход нейтронов на трансмутацию долгоживущих радионуклидов, появляющихся при одном делении в ядерном реакторе.

59

Соотношение между термоядерной энергией и энергией деления может быть оценено, если известно соотношение между числом реакций синтеза и числом реакций деления

В табл. 3.4 приведены эти соотношения при различном расходе нейтронов на трансмутацию долгоживущих продуктов деления.

Таблица 3.4

Соотношение между числом реакций синтеза и числом реакций деления, а также между термоядерной энергией и энергией деления в зависимости от расхода нейтронов на трансмутацию

Можно видеть, что доля термоядерных мощностей, которые необходимо ввести в ядерную энергосистему, оказывается относительно невелика. Если, например, на трансмутацию долгоживущих продуктов от одного деления потребуется ηтр = 0,5 нейтр./дел., то доля термоядерных мощностей составит около 15% мощности всей системы. Если же для этой цели использовать ЭЛЯУ, то доля мощностей, связанная с ЭЛЯУ (обеспечение энергией ускорителей), составит более 60% (см. табл. 3.2).

3.2.2.2. О трансмутации радионуклидов – продуктов деления термоядерными нейтронами с использованием (n,2n)-реакции

Энергия термоядерных нейтронов, рождающихся в (dt)-реакции синтеза En = 14,1 МэВ, что заметно выше порога (n,2n)-реакций на

60